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論文

Development of ACE file perturbation tool using FRENDY

多田 健一; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.624 - 631, 2023/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:45.11(Nuclear Science & Technology)

感度解析や不確かさ評価は評価済み核データの改良にとって重要な役割を担っている。現在の計算機性能の向上によって、連続エネルギーモンテカルロ計算コードを用いた感度解析や不確かさが可能となってきている。そこで本研究では、FRENDYのモジュールを用いて、連続エネルギーモンテカルロ計算コードで用いられるACEファイルの摂動ツールを開発した。本摂動ツールを用いて微視的断面積,核分裂当たりの中性子数,核分裂スペクトルを摂動させることができる。また、ユーザーが共分散データを用意すれば、ランダムサンプリング法を用いた不確かさ解析を行うこともできる。本摂動ツールの検証のため、実効増倍率の不確かさを感度解析コードSCALE/TSUNAMI及びMCNP/KSENと比較した。その結果、本摂動ツールを用いたランダムサンプリング法で得られた不確かさは、SCALE/TSUNAMIやMCNP/KSENとよく一致することを確認した。

論文

Statistical uncertainty quantification of probability tables for unresolved resonance cross sections

多田 健一; 遠藤 知弘*

EPJ Web of Conferences, 284, p.14013_1 - 14013_4, 2023/05

高速炉及び中速炉では非分離共鳴領域の自己遮蔽効果の影響が大きくなる。確率テーブル法は連続エネルギーモンテカルロ計算コードで非分離共鳴領域の自己遮蔽効果を取り扱う手法として広く利用されている。本手法では、各核種の与えられたエネルギー点において、断面積の確率分布のテーブルを計算している。確率テーブルは、ラダーと呼ばれる疑似共鳴構造を何度も作成し、その平均から計算している。多くの核データ処理コードではこのラダーを作成する回数が入力値として必要となっているが、最適なラダー数は今まで検討されていなかった。以前の著者の研究から、最適なラダー数は核種や平均共鳴パラメータに依存することが分かっている。このことから、核データ処理コードユーザー自身が最適なラダー数を見つけることは困難である。そこで本研究では、確率テーブル生成における統計的不確かさを計算する手法を開発した。開発した手法では、中心極限定理を用いて確率テーブルと平均全断面積の積の統計的不確かさを計算する。

論文

Applicability evaluation of Akaike's Bayesian information criterion to covariance modeling in the cross-section adjustment method

丸山 修平; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*

EPJ Web of Conferences, 281, p.00008_1 - 00008_9, 2023/03

炉定数調整法における共分散モデリングの良さを表す指標として、赤池のベイズ情報量規準(ABIC)の適用可能性を検討した。信頼性の高い炉定数調整法において、最も重要な要素の1つは適切な共分散行列を与えることである。しかし、事前に真の共分散行列を知ることはできないため、通常はこれを推定・仮定して炉定数調整を行っている。そのため、共分散行列のモデリングの良し悪しを判断するために何らかの指標があることが望ましい。本論文では、この指標の候補として、ベイズ推定における情報量規準の一つであるABICに着目した。原子力機構ではこれまで、高速炉の積分実験データベースを整備してきており、このデータベースに基づいて高速炉用統合炉定数を作成している。このデータベース内の多くの炉心特性は決定論的手法で解析されており、炉心特性の計算値には数値近似に伴う相関付きの不確かさが付随している。しかしながら、その適切な不確かさと相関の設定は未だ困難な課題の1つである。加えて解析者が認識できていない未知の不確かさも存在している。これらの不確かさに関連する共分散行列の良否を判断するため、ABICの炉定数調整法への適用性を数値的に検討した。

論文

Development of a robust nuclear data adjustment method to outliers

福井 悠平*; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 丸山 修平

EPJ Web of Conferences, 281, p.00006_1 - 00006_9, 2023/03

外れ値を含む実験データの新しい核データ調整方法を開発した。本手法は感度係数を用いた従来の核データ調整法にロバスト推定の一種であるM推定を適用することで、外れ値の影響を軽減するものである。本論文では、M推定に基づいて重み付けされた核データ調整式を導出し、重み付けの計算方法を開発した。各実験データの重みは、核特性の測定値と計算値の差から計算される。この重みは特異値分解を用いて核特性間の相関を考慮することにより評価することができる。さらに、提案手法と従来手法を双子実験により比較検証した。双子実験では、核データは意図的に外れ値を含む実験データを使用した。結果、外れ値を含む実験データであっても核データがロバストかつ適切に調整されていることを確認した。

論文

Convergence behavior of statistical uncertainty in probability table for cross section in unresolved resonance region

多田 健一; 遠藤 知弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 9 Pages, 2023/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

確率テーブルは非分離共鳴領域の自己遮蔽効果を取り扱う手法としてよく知られている手法である。確率テーブルの生成には長い計算時間が必要となる。この確率テーブルの生成時間を減らすには、ラダー数を削減することが効果的である。本研究の目的は、確率テーブルの統計誤差を用いて、最適なラダー数を推定することである。そこで本研究では、確率テーブルの統計誤差の定量化方法を開発し、統計誤差の収束挙動を調査した。確率テーブルと平均断面積の積を、統計誤差の指標と見なした。本研究により、統計誤差の収束率は核種ごとに異なっており、統計誤差の収束率は平均レベル間隔と平均中性子幅の影響を受けることが明らかになった。また、入力パラメータをラダー数から統計誤差の許容値に変更した場合、確率テーブルの生成時間が半分以下になることが分かった。

論文

Impact of nuclear data revised from JENDL-4.0 to JENDL-5 on PWR spent fuel nuclide composition

渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 11 Pages, 2023/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

使用済み燃料の核種組成を計算する燃焼計算は核データに大きく依存する。日本における最新の評価済み核データJENDL-5では多くの核種がJENDL-4.0から修正されており、その修正は燃焼計算に影響を及ぼす。本研究では、燃焼計算におけるJENDL-5の妥当性を確認した。検証には高浜3号機のPIEデータを使用した。JENDL-4.0からJENDL-5への例えば断面積や核分裂収率等のパラメータ変更が核種組成に与える影響を定量的に調査した。計算の結果、JENDL-5はJENDL-4.0と同程度の性能を有することがわかった。また計算結果から、アクチニド核種の断面積、核分裂収率、H$$_{2}$$O中の水素の熱中性子散乱則データの変更がPWR使用済燃料の核種組成に影響を与えることが明らかになった。

論文

Implementation of resonance upscattering treatment in FRENDY nuclear data processing system

山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 多田 健一

Nuclear Science and Engineering, 196(11), p.1267 - 1279, 2022/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

核データ処理コードFRENDYの多群断面積生成機能に、共鳴上方散乱効果を組み込んだ。共鳴上方散乱効果は、超詳細群スペクトルの変化による自己遮蔽因子の変化と、弾性散乱断面積の変化により考慮される。検証計算では、超詳細群スペクトル、実効断面積、ドップラー効果への影響を確認した。また、エネルギー群構造や、共鳴上方散乱の取り扱いが、実効断面積と弾性散乱行列の変化を通じてドップラー効果に及ぼす影響について調査した。これらの検討の結果、FRENDYで共鳴上方散乱を考慮した多群断面積を適切に生成できることが分かった。

論文

Sensitivity coefficient evaluation of an accelerator-driven system using ROM-Lasso method

方野 量太; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*

Nuclear Science and Engineering, 196(10), p.1194 - 1208, 2022/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

本研究では、炉心核特性の核反応断面積に対する感度係数を効率的に行うROM-Lasso法を提案した。本手法は、求めたい感度係数ベクトルを、Reduced Order Modeling (ROM)の考えた方に基づき、Active Subspace (AS)と呼ばれる部分空間基底で展開する。その後、各展開係数をランダムサンプリングにより得られる多数の微視的多群断面積摂動セットと炉心核特性を用いたLasso線形回帰によって求める。本手法はForward計算のみ実施するためAdjoint法の適用が困難な場合でも適用が可能である。さらに、ASは感度係数ベクトルをより少ない次元数で再現する実効的な部分空間であり、元の次元数(入力パラメータ数)より大幅に未知数を削減することから、ASを用いないLasso推定と比較し劇的に計算コストを改善する。本論文では検証計算としてADS燃焼計算における感度係数評価を行い、ASを求める具体的な処方を示し、提案手法の適用性を示した。

報告書

空気系統用冷却設備の設計及び安全評価

浅野 典一; 西村 嵐; 高部 湧吾; 荒木 大輔; 箭内 智博; 海老沢 博幸; 小笠原 靖史; 大戸 勤; 大塚 薫; 大塚 紀彰; et al.

JAEA-Technology 2021-045, 137 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2021-045.pdf:2.97MB

令和元年9月9日の台風15号の強風により、JMTR(材料試験炉)にある二次冷却系統冷却塔の倒壊事象が発生した。これを受け、材料試験炉部内にUCL系統冷却塔更新検討ワーキンググループを設置し、JMTR内にある二次冷却系統冷却塔と同種の木造の冷却塔であるUCL(Utility Cooling Loop)系統冷却塔の健全性調査を行うとともに、UCL系統冷却塔の構造材料である木材の交換・補修計画及び工事の実施、使用計画、既設UCL系統冷却塔に代わる冷却設備の更新の検討を進めた。その検討の結果、既設UCL系統冷却塔については、木材の腐朽による倒壊のリスクを低減するため、廃止措置後も性能維持施設として管理する空気系統を構成する冷却設備として、新規設置することとした。新規設置に伴い、新たな冷却設備を設計する上での方針と廃止措置計画の認可に必要な設計及びその評価を行い、廃止措置計画認可申請書に反映した。本報告書は、これらの新規空気系統用冷却設備の方針及び設計の評価結果をまとめたものである。

論文

Development of nuclear data processing code FRENDY version 2

多田 健一; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 小野 道隆*; 東條 匡志*

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/05

核データ処理は評価済み核データライブラリと輸送計算コードを繋ぐ重要なインターフェースである。原子力機構では、新しい核データ処理コードFRENDYの開発を2013年から開始し、PHITSやSerpent、MCNPといった連続エネルギーモンテカルロ計算コード用のACEファイルを生成可能なFRENDY第1版を2019年に2条項BSDライセンスのオープンソースソフトウェアとして公開した。FRNDY第1版を公開後、中性子入射の多群断面積生成、非分離共鳴断面積の確率テーブルに対する統計的不確かさの定量化、ACEファイルの摂動、ENDF-6形式の核データファイルの編集など、様々な機能を開発してきた。これらの機能をFRENDYに実装し、第2版として公開した。本発表では、FRENDYの概要とFRENDY第2版で新たに実装された機能について紹介する。

論文

Proposal and application of ROM-Lasso method for sensitivity coefficient evaluation

方野 量太; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), p.2032 - 2041, 2022/05

ADS炉心核特性の反応断面積に対する感度係数評価を、炉心解析システムに大幅な変更を加えることなく効率よく行うために、ROM-Lasso法を提案した。ROM-Lasso法では、まず感度係数ベクトルはAcitve Subspace (AS)と呼ばれる部分空間基底に展開され、実効的な未知数を大幅に削減する。続いて、ランダムサンプリングを実行して得られる炉心核特性と展開係数との罰則化線形回帰分析を通じて展開係数を決定し、感度係数ベクトルを推定する。ROM-Lasso法ではASを用いることで必要な炉心計算回数を大幅に低減することができる。本発表では燃焼末期の冷却材ボイド反応度の感度係数評価を例に、サンプル数やASの取り方で推定精度がどのように変化するかを示す。

論文

Adaptive setting of background cross sections for generation of effective multi-group cross sections in FRENDY nuclear data processing code

山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 多田 健一

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(12), p.1343 - 1350, 2021/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

背景断面積の自動設定機能を多群断面積処理コードFRENDY/MGに実装した。背景断面積の自己遮蔽因子の依存性はエネルギー群,反応タイプ,核種ごとに大きく異なることから、自動的な背景断面積の設定は難しく、試行錯誤を繰り返してきた。本手法では、背景断面積を初期に10点設定し、そこから自己遮蔽因子の内挿誤差を考慮して削除や中点追加を繰り返すことで、自動的に背景断面積を設定する。また、本手法では、内挿法として、monotone cubic interpolation法を採用した。本手法を用いることで、線形内挿の場合に比べて少ない背景断面積で高精度に自己遮蔽因子を内挿できることが分かった。本手法を用いてJENDL-4.0及びJENDL-4.0uに含まれる全核種において背景断面積を計算したところ、10から25点で内挿誤差1%以下で自己遮蔽因子が計算できることが分かった。

論文

Multi-group neutron cross section generation capability for FRENDY nuclear data processing code

山本 章夫*; 多田 健一; 千葉 豪*; 遠藤 知弘*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(11), p.1165 - 1183, 2021/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:83.69(Nuclear Science & Technology)

核データ処理コードFRENDYに中性子入射の多群断面積ライブラリ作成機能を実装した。FRENDYは既にACE形式の断面積ライブラリ作成機能を有していることから、ENDF形式ではなく、ACE形式を起点として多群断面積ライブラリを作成する。多群断面積ライブラリ作成機能の検証のため、NJOYと処理結果を比較した。比較に用いた評価済み核データライブラリはJENDL-4.0, -4.0u, -5$$alpha$$4, ENDF/B-VII.1, -VIII.0, JEFF-3.3、そしてTENDL-2019である。FRENDYで生成した多群断面積は、NJOYで生成した多群断面積とよく一致し、またFRENDYで生成した多群断面積を用いた核計算結果は、MCNPの結果とよく一致した。このことから、FRENDYで適切に多群断面積ライブラリを作成することが可能となった。

論文

Verification of the multi-group generation capability of FRENDY nuclear data processing code for recent nuclear data through comparison of one-group reaction rates

山本 章夫*; 多田 健一; 千葉 豪*; 遠藤 知弘*

Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.544 - 547, 2021/06

FRENDYの多群断面積作成機能FRENDY/MGの検証を効率的に行うため、FRENDY/MGとNJOY2016で生成された多群断面積を用いた一群の反応率を比較した。軽水炉,高速炉及び1/Eの三つの中性子スペクトルを一群の反応率の計算に用いた。ほとんどの核種において、一群の反応率は十分に小さいことが分かり、FRENDY/MGの妥当性が示された。FRENDY/MGはFRENDYの一部として近い内に公開する予定である。

論文

Multi-group cross section library generation by FRENDY for fast reactor neutronics calculations

千葉 豪*; 山本 章夫*; 多田 健一; 遠藤 知弘*

Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.556 - 558, 2021/06

炉心解析コードCBZ用の多群断面積ライブラリを核データ処理コードFRENDYを用いて作成した。新しく作成した断面積ライブラリを用いて高速炉(MET-1000)を解析した。NJOY2016で作成した断面積ライブラリでの解析結果と比較した。その結果、両者の解析結果はよく一致することが分かり、FRENDYで適切に高速炉用の多群断面積ライブラリが生成できることを確認した。また、実効増倍率の微小な差異についても摂動論を用いてその要因を調査した。

論文

Perturbation-theory-based sensitivity analysis of prompt neutron decay constant for water-only system

遠藤 知弘*; 野口 晃広*; 山本 章夫*; 多田 健一

Transactions of the American Nuclear Society, 124(1), p.184 - 187, 2021/06

本研究では、水のみといった非増倍体系においてもアルファ固有値の感度解析が実施可能であることを確認した。本研究では、核データ処理コードFRENDYを用いて水の熱中性子散乱則データを処理し、多群断面積を作成した。利用した評価済み核データライブラリはENDF/B-VII.1, -VIII.0, JENDL-4.0, -5a4で、アルファ固有値とその不確かさについてライブラリ間の違いを調べた。アルファ固有値に対する核データ起因の不確かさに関する予備的な結果として、計算で求めたアルファ固有値と実験で測定したアルファ固有値の差異が小さいことが分かった。また、更なる検証のためには、水の熱中性子散乱の核データの不確かさに起因するアルファ固有値の不確かさや実験バイアスについて再考する必要があることが分かった。

論文

Development of FRENDY nuclear data processing code; Generation capability of multi-group cross sections from ACE file

山本 章夫*; 遠藤 知弘*; 多田 健一

Transactions of the American Nuclear Society, 122(1), p.714 - 717, 2020/06

FRENDYに連続エネルギーモンテカルロ計算コード用の断面積ライブラリであるACEファイルを入力として、中性子の多群実効断面積を作成する機能を開発中である。本発表では、本機能の概要とNJOYのGROUPRとの処理結果の比較を行う。

論文

First nuclear transmutation of $$^{237}$$Np and $$^{241}$$Am by accelerator-driven system at Kyoto University Critical Assembly

Pyeon, C. H.*; 山中 正朗*; 大泉 昭人; 福島 昌宏; 千葉 豪*; 渡辺 賢一*; 遠藤 知弘*; Van Rooijen, W. G.*; 橋本 憲吾*; 左近 敦士*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(8), p.684 - 689, 2019/08

 被引用回数:12 パーセンタイル:82.96(Nuclear Science & Technology)

本研究では、京都大学臨界集合体(KUCA)で構築した未臨界炉心への高エネルギー中性子の入射による加速器駆動システム(ADS)において、マイナーアクチノイド(MA)の核変換の原理が初めて実証された。本実験は、ネプツニウム237($$^{237}$$Np)とアメリシウム241($$^{241}$$Am)の核分裂反応と、$$^{237}$$Npの捕獲反応を確認することを主たる目的とした。$$^{237}$$Npおよび$$^{241}$$Amの箔の未臨界照射は、試料($$^{237}$$Npまたは$$^{241}$$Am)と参照として用いるウラン-235($$^{235}$$U)のそれぞれの箔からの信号を同時測定可能なback-to-back核分裂計数管を使用し、中性子スペクトルが硬い炉心で行われた。核分裂と捕獲反応の実験結果を通じて、未臨界炉心と100MeVの陽子加速器を組み合わせ、かつ鉛-ビスマスのターゲットを使用したADSによる$$^{237}$$Npと$$^{241}$$Amの初の核変換が示された。

論文

Implementation of random sampling for ACE-format cross sections using FRENDY and application to uncertainty reduction

近藤 諒一*; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 多田 健一

Proceedings of International Conference on Mathematics and Computational Methods applied to Nuclear Science and Engineering (M&C 2019) (CD-ROM), p.1493 - 1502, 2019/00

核データ処理コードFRENDYのモジュールを用いて、ACE形式の断面積に任意の摂動を与える機能を開発した。本機能では、ACE形式の断面積を共分散データに基づいてランダムサンプリングし、各断面積の実効増倍率や中性子生成時間の感度を評価することができる。本機能の妥当性を評価するため、Godiva炉心を用いて摂動論に基づく決定論的手法(TSUNAMI-1D)及び確率論的手法(MCNP6.2)の結果と比較したところ、統計誤差の範囲内で一致することを確認した。また、不確かさ低減手法を適用したところ、実効増倍率と中性子生成時間の相関性を用いることで中性子生成時間の不確かさが低減することが分かった。

論文

Estimation of sensitivity coefficient based on lasso-type penalized linear regression

方野 量太; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*; 辻本 和文

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1099 - 1109, 2018/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:32.22(Nuclear Science & Technology)

本研究では、炉心核特性の感度係数表に対して、罰則化線形回帰手法adaptive smooth-lassoを考案した。提案手法は、ランダムサンプリングにより得られる多数の微視的多群断面積摂動セットと炉心核特性を用いた線形回帰によって感度係数を評価する。提案手法は、Forward計算のみ実施するため、Adjoint計算の実施が困難な複雑な炉心計算に対しても適用可能である。本研究では微視的多群断面積に対する炉心核特性の感度係数の特徴を考慮した罰則項を提案し、数値計算を通じて提案手法が先行研究の手法と比較してより少ない計算コストで高精度に感度係数を評価できることを示した。

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